_(12188087435).jpg/1280px-IAEA_Dosimetry_Lab_(06010192)_(12188087435).jpg)
Радиационная дозиметрия в области физики здоровья и радиационной защиты — это измерение, расчет и оценка дозы ионизирующего излучения, поглощенной объектом, как правило, человеческим телом. Это применимо как внутренне, из-за поглощения или вдыхания радиоактивных веществ, так и внешне из-за облучения источниками излучения.
Оценка внутренней дозиметрии основана на различных методах мониторинга, биологического анализа или радиационной визуализации, в то время как внешняя дозиметрия основана на измерениях с помощью дозиметра или выводится из измерений, выполненных другими приборами радиационной защиты . [1]
Радиационная дозиметрия широко используется для радиационной защиты; обычно применяется для контроля за работниками, работающими в условиях профессиональной радиации, где ожидается облучение или где радиация непредвиденна, например, в условиях последствий инцидентов с радиоактивным выбросом на Три-Майл-Айленде , Чернобыле или Фукусиме . Полученная населением доза измеряется и рассчитывается на основе различных показателей, таких как измерения гамма-излучения в окружающей среде, мониторинг радиоактивных частиц и измерение уровней радиоактивного загрязнения .
Другими важными областями дозиметрии радиации являются медицина, где контролируется необходимая для лечения поглощенная доза и любая сопутствующая поглощенная доза, а также окружающая среда, например, мониторинг радона в зданиях.
Существует несколько способов измерения поглощенных доз ионизирующего излучения. Люди, находящиеся в профессиональном контакте с радиоактивными веществами или которые могут подвергнуться воздействию радиации, обычно носят с собой персональные дозиметры . Они специально разработаны для регистрации и индикации полученной дозы. Традиционно это были медальоны, прикрепленные к внешней одежде контролируемого человека, которые содержали фотопленку, и известные как дозиметры с пленочными значками . Они были в значительной степени заменены другими устройствами, такими как значки термолюминесцентной дозиметрии (TLD), оптически стимулированной люминесценции (OSL) или флуоресцентного детектора ядерного тракта (FNTD). [2] [3]
В руководстве Международного комитета по радиационной защите (МКРЗ) указано, что если персональный дозиметр надет на тело в месте, репрезентативном для его облучения, предполагая облучение всего тела, значение персонального эквивалента дозы Hp(10) достаточно для оценки эффективного значения дозы, подходящего для радиологической защиты. Персональный эквивалент дозы — это величина излучения, специально разработанная для использования при измерении радиации персональными дозиметрами. [4] Дозиметры известны как «легальные дозиметры», если они были одобрены для использования при регистрации дозы персонала в нормативных целях. В случаях неравномерного облучения такие персональные дозиметры могут не быть репрезентативными для определенных областей тела, где в области, вызывающей беспокойство, используются дополнительные дозиметры.
Ряд электронных устройств, известных как электронные персональные дозиметры (EPD), вошли в общее использование с использованием полупроводниковой детекции и программируемой процессорной технологии. Они носятся как значки, но могут давать указание мгновенной мощности дозы и звуковой и визуальный сигнал тревоги, если мощность дозы или общая интегрированная доза превышены. Значительная часть информации может быть немедленно предоставлена владельцу зарегистрированной дозы и текущей мощности дозы через локальный дисплей. Их можно использовать в качестве основного автономного дозиметра или в качестве дополнения к другим устройствам. EPD особенно полезны для мониторинга дозы в реальном времени, когда ожидается высокая мощность дозы, которая ограничит время воздействия на владельца.
В определенных обстоятельствах дозу можно вывести из показаний, полученных с помощью стационарных приборов в зоне, где работало заинтересованное лицо. Обычно это используется только в том случае, если не была выдана личная дозиметрия или если личный дозиметр был поврежден или утерян. Такие расчеты дали бы пессимистический взгляд на вероятную полученную дозу.
Внутренняя дозиметрия используется для оценки ожидаемой дозы, обусловленной поступлением радионуклидов в организм человека.
Медицинская дозиметрия — это расчет поглощенной дозы и оптимизация доставки дозы в лучевой терапии . Часто ее выполняет профессиональный физик-специалист в области здравоохранения, имеющий специальную подготовку в этой области. Для планирования доставки лучевой терапии излучение, производимое источниками, обычно характеризуется кривыми процентной глубины дозы и профилями дозы, измеряемыми медицинским физиком . [5]
В лучевой терапии трехмерное распределение дозы часто оценивается с помощью метода, известного как гелевая дозиметрия . [6]
Экологическая дозиметрия используется там, где есть вероятность, что окружающая среда будет генерировать значительную дозу радиации. Примером этого является мониторинг радона . Крупнейшим источником радиационного воздействия на население является природный газ радон, который составляет примерно 55% годовой фоновой дозы. По оценкам, радон является причиной 10% случаев рака легких в Соединенных Штатах. Радон — это радиоактивный газ, образующийся при распаде урана, который присутствует в различных количествах в земной коре. Определенные географические районы из-за глубинной геологии постоянно генерируют радон, который проникает на поверхность Земли. В некоторых случаях доза может быть значительной в зданиях, где газ может накапливаться. Для оценки дозы, которую могут получить жители здания, используется ряд специализированных методов дозиметрии.
Записи результатов дозиметрии обычно хранятся в течение установленного периода времени в зависимости от правовых требований страны, в которой они используются.
Мониторинг воздействия медицинской радиации — это практика сбора информации о дозах с радиологического оборудования и использования этих данных для выявления возможностей снижения ненужной дозы в медицинских ситуациях. [5]
Чтобы учесть стохастический риск для здоровья, производятся расчеты для преобразования физической величины поглощенной дозы в эквивалентные и эффективные дозы, детали которых зависят от типа излучения и биологического контекста. [7] Для приложений в области радиационной защиты и оценки дозиметрии МКРЗ и Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (МКЕИ) опубликовали рекомендации и данные, которые используются для их расчета.
Существует ряд различных мер измерения дозы радиации, включая поглощенную дозу ( D ), измеряемую в:
Каждая мера часто описывается просто как «доза», что может привести к путанице. Единицы, не входящие в систему СИ , все еще используются, особенно в США, где доза часто указывается в радах, а эквивалент дозы — в бэрах . По определению, 1 Гр = 100 рад и 1 Зв = 100 бэр.
Основная величина - поглощенная доза ( D ), которая определяется как средняя энергия, переданная [ионизирующим излучением] (dE) на единицу массы (dm) материала (D = dE/dm) [8] Единицей поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр), определяемый как один джоуль на килограмм. Поглощенная доза, как точечное измерение, подходит для описания локализованных (т. е. частичных) облучений, таких как доза опухоли при радиотерапии. Ее можно использовать для оценки стохастического риска при условии указания количества и типа вовлеченной ткани. Локализованные диагностические уровни дозы обычно находятся в диапазоне 0-50 мГр. При дозе 1 миллигрей (мГр) фотонного излучения каждое ядро клетки пересекает в среднем 1 освобожденный электронный трек. [9]
Поглощенная доза, необходимая для создания определенного биологического эффекта, варьируется в зависимости от различных типов излучения, таких как фотоны , нейтроны или альфа-частицы . Это учитывается эквивалентной дозой (H), которая определяется как средняя доза для органа T типом излучения R ( D T,R ), умноженная на весовой коэффициент W R . Это разработано для учета биологической эффективности (ОБЭ) типа излучения, [8] Например, для той же поглощенной дозы в Гр альфа-частицы в 20 раз биологически более активны, чем рентгеновские или гамма-лучи. Мера «эквивалентной дозы» не усредняется по органу и теперь используется только для «рабочих величин». Эквивалентная доза предназначена для оценки стохастических рисков от воздействия радиации. Стохастический эффект определяется для оценки дозы радиации как вероятность индукции рака и генетического повреждения. [10]
Поскольку доза усредняется по всему органу; эквивалентная доза редко подходит для оценки острых эффектов облучения или дозы опухоли при радиотерапии. В случае оценки стохастических эффектов, предполагая линейный ответ дозы , это усреднение не должно иметь значения, поскольку общая переданная энергия остается прежней.
Эффективная доза — это центральная величина дозы для радиологической защиты, используемая для определения пределов воздействия, чтобы гарантировать, что возникновение стохастических последствий для здоровья будет ниже неприемлемых уровней и что будут предотвращены реакции тканей. [12]
Трудно сравнивать стохастический риск от локализованного облучения различных частей тела (например, рентген грудной клетки по сравнению с КТ головы) или сравнивать облучение одной и той же части тела, но с разными схемами облучения (например, КТ сердца со сканированием ядерной медицины сердца). Один из способов избежать этой проблемы — просто усреднить локализованную дозу по всему телу. Проблема этого подхода заключается в том, что стохастический риск индукции рака варьируется от одной ткани к другой.
Эффективная доза E предназначена для учета этого изменения путем применения определенных весовых коэффициентов для каждой ткани ( W T ). Эффективная доза обеспечивает эквивалентную дозу для всего тела, которая дает тот же риск, что и локализованное воздействие. Она определяется как сумма эквивалентных доз для каждого органа ( H T ), каждая из которых умножена на соответствующий ей весовой коэффициент ткани ( W T ).
Весовые коэффициенты рассчитываются Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) на основе риска возникновения рака для каждого органа и с поправкой на сопутствующую летальность, качество жизни и потерянные годы жизни. Органы, удаленные от места облучения, получат лишь небольшую эквивалентную дозу (в основном из-за рассеяния) и, следовательно, внесут небольшой вклад в эффективную дозу, даже если весовой коэффициент для этого органа высок.
Эффективная доза используется для оценки стохастических рисков для «референтного» человека, который является средним показателем для популяции. Она не подходит для оценки стохастического риска для индивидуальных медицинских облучений и не используется для оценки острых эффектов радиации.
Доза радиации относится к количеству энергии, выделяемой в веществе, и/или биологическим эффектам радиации, и ее не следует путать с единицей радиоактивной активности ( беккерель , Бк) источника радиации или силой поля радиации (флюенс). Статья о зиверте дает обзор типов доз и того, как они рассчитываются. Воздействие источника радиации даст дозу, которая зависит от многих факторов, таких как активность, продолжительность воздействия, энергия испускаемого излучения, расстояние от источника и количество экранирования.
Средняя фоновая доза для человека в мире составляет около 3,5 мЗв в год [1], в основном из-за космической радиации и природных изотопов в земле. Крупнейшим источником радиационного воздействия на население является природный газ радон, который составляет примерно 55% годовой фоновой дозы. По оценкам, радон является причиной 10% случаев рака легких в Соединенных Штатах.
Поскольку человеческое тело примерно на 70% состоит из воды и имеет общую плотность, близкую к 1 г/см3 , измерение дозы обычно рассчитывается и калибруется как доза по отношению к воде.
Национальные лаборатории стандартов, такие как Национальная физическая лаборатория Великобритании (NPL), предоставляют калибровочные коэффициенты для ионизационных камер и других измерительных приборов для преобразования показаний прибора в поглощенную дозу. Лаборатории стандартов работают как первичный стандарт , который обычно калибруется с помощью абсолютной калориметрии (нагревание веществ при поглощении энергии). Пользователь отправляет свой вторичный стандарт в лабораторию, где он подвергается воздействию известного количества радиации (полученного из первичного стандарта), и выдается коэффициент для преобразования показаний прибора в эту дозу. Затем пользователь может использовать свой вторичный стандарт для получения калибровочных коэффициентов для других используемых им приборов, которые затем становятся третичными стандартами или полевыми приборами.
В NPL используется графитовый калориметр для абсолютной фотонной дозиметрии. Графит используется вместо воды, поскольку его удельная теплоемкость составляет одну шестую от удельной теплоемкости воды, и поэтому повышение температуры в графите в 6 раз выше, чем в воде, и измерения более точны. Существуют значительные проблемы с изоляцией графита от окружающей среды для измерения крошечных изменений температуры. Смертельная доза радиации для человека составляет приблизительно 10–20 Гр. Это 10–20 джоулей на килограмм. Таким образом, кусок графита размером 1 см3 и весом 2 грамма поглотит около 20–40 мДж. При удельной теплоемкости около 700 Дж·кг −1 · К −1 это соответствует повышению температуры всего на 20 мК.
Дозиметры в радиотерапии ( линейный ускоритель частиц в дистанционной лучевой терапии) обычно калибруются с использованием ионизационных камер [14] или диодной технологии или гелевых дозиметров. [6]
В следующей таблице приведены величины излучения в единицах СИ и вне системы СИ.
Хотя Комиссия по ядерному регулированию США разрешает использовать единицы кюри , рад и бэр наряду с единицами СИ [15] , директивы Европейского союза о европейских единицах измерения требуют, чтобы их использование в «целях общественного здравоохранения...» было прекращено к 31 декабря 1985 года. [16]